2025年11月14日，中国广核集团（核电运行）专业首席专家彭群家在深圳核博会材料老化与服役安全论坛发表《铸造奥氏体不锈钢主管道热老化全寿期管理技术研究》主旨报告。
报告介绍了团队围绕核电厂铸造及焊接奥氏体不锈钢部件热老化开展的研究，涵盖机理、力学性能变化、检测评估模型和缓解技术。研究表明热老化会引起材料组织与韧性等性能变化，现有加速试验和国际模型仍存在不确定性，因此需要结合检测、概率评估和完整性分析。面向核电厂六十年至八十年乃至更长期延寿，后续仍需关注长期老化、环境损伤、焊缝薄弱区和现场适用检测缓解技术。
关键点
1. 报告主题与研究范围（00:24）
报告主题调整为奥氏体不锈钢部件热老化及其检测评估与缓解技术，主要介绍团队近年来围绕热老化机理、检测、评估和后续处理开展的系列研究。
2. 核电厂中热老化敏感部件（00:53）
在二代和二代加核电机组中，热老化敏感的奥氏体不锈钢部件主要包括铸造主管道、泵壳、阀体以及不锈钢焊缝和焊接接头。其发生热老化的重要原因是材料中含有一定量铁素体，因热力学不稳定而产生组织变化。
3. 国际与国内研究背景（01:37）
美国较早围绕材料老化机理、评估、检测技术和概率安全评价开展研究，并推动相关老化管理文件发布；延寿需求下，即使低温或低钼含量等此前认为不敏感的情形也需要持续研究。法国因热老化问题对部分主管道弯头进行更换，并在延寿研究中重点关注相关问题；国内团队近二十年也从基础研究、检测评估到缓解技术持续开展工作。
4. 试验材料与加速老化方法（03:42）
研究对象包括离心铸造主管道材料、铸造泵壳和阀体材料，以及自动焊等焊缝材料。热老化试验通常在不超过四百度的条件下进行加速处理，并在老化后开展组织和性能测试。
5. 热老化机理发现（04:22）
通过三维原子探针等手段，研究发现除常规调幅分解外，四百度热老化约一千小时后还出现随老化时间演变的析出现象，其数量先增加，后续出现数量减少和尺寸增加的过程。进一步分析表明，较低温度下调幅分解速率较慢，但达到稳态后的成分波动可能更大，这对加速老化实验的外推可行性提出了需要关注的问题。
6. 热老化后的力学性能变化（05:38）
热老化时间最高达到三万小时，约对应六十年服役水平。测试显示老化后拉伸强度提升较明显，延伸率变化不大；母材冲击韧性下降趋势较大，超过约一万小时后有趋于饱和的表现，焊缝材料受影响相对较小，融合线部位在老化前后均是较薄弱区域。
7. 热电势检测技术开发（08:03）
团队研究了热老化导致的微观组织变化与热电性能变化之间的关系，并据此开发热电势检测方法。检测仪器从两点式发展到四点式，将加热端和测试端分开，并开发便携式和自适应调节设计；该技术已获得管理授权，并在国内核电厂主管道等场景开展示范应用。
8. 基于检测数据的性能预测（09:22）
通过大量冲击功数据建立经验公式，用于根据热电势检测数据预测材料性能变化，为后续部件状态评估提供依据。
9. 热老化评估模型的不确定性（10:10）
报告比较了美国、法国、日本等热老化评估模型，发现不同模型预测结果差异较大，其中部分模型偏高，EDF模型相对偏低、更保守。基于这种分散性，团队提出引入失效概率控制思想，并假定断裂行为服从威布尔分布来建立概率断裂评估方法。
10. 结构完整性评估软件框架（11:16）
由于热老化可能提高材料环境开裂敏感性，且铸造或焊接缺陷会影响管道失效风险，团队设计了不锈钢结构完整性评估软件模块。输入包括热电势检测反映的材料性能变化、工况瞬态和结构缺陷信息，功能覆盖应力计算、疲劳损伤、环境影响因子、裂纹扩展和断裂评估，并面向实时监测和运行管理提升评价效率。
11. 热恢复与电脉冲缓解技术（16:59）
团队开展了热老化缓解研究，热恢复处理在约五百五十度且不超过一小时条件下可取得较好效果，冲击功可恢复到百分之八十以上，后续再老化实验未表现出明显加速效应。电脉冲技术通过外加瞬时高能量场产生局部热回复效应，实验室装置和初步机理研究表明其可减少热老化相关组织变化，但仍需进一步面向现场应用开发。
12. 总结与后续重点（19:51）
报告总结了铸造及焊接奥氏体不锈钢热老化、检测、断裂评估和缓解技术的阶段性进展。未来需要面向核电厂六十年至八十年甚至更长寿命需求，继续研究长期热老化规律、环境损伤行为、焊缝和融合线区域、现场缺陷控制，以及更高能力的在役检测技术。
时间线
00:00 - 开场致谢并说明报告题目有所调整，随后引出团队关于奥氏体不锈钢热老化研究的总体汇报。
00:53 - 介绍核电厂中容易发生热老化的部件类型、材料原因，以及美国、法国和国内相关研究与管理背景。
03:42 - 说明研究选取的主管道、泵壳、阀体和焊缝等材料，以及加速热老化和后续测试的基本实验路线。
04:17 - 进入基础研究部分，讨论热老化微观机理、不同温度下组织演化特征，以及老化后拉伸、冲击、疲劳和断裂韧性等性能变化。
07:55 - 转向检测技术，介绍热电势方法的物理依据、仪器发展、便携化设计以及工程示范应用。
10:10 - 讨论热老化性能评估和断裂模型，对比国际模型差异，并提出概率评估和结构完整性分析思路。
11:16 - 详细说明完整性评估软件的功能设计，包括应力计算、疲劳循环识别、环境影响、裂纹扩展和断裂判据等模块。
16:59 - 介绍热恢复和电脉冲等缓解技术的试验结果，强调实验室可行性与现场应用开发需求。
19:51 - 最后总结主要研究结论，并展望延寿阶段需要重点攻关的长期老化、环境损伤、焊缝区域和无损检测问题。
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彭群家在深圳核博会介绍铸造奥氏体不锈钢主管道热老化全寿期管理研究进展
2025年11月14日，在深圳核博会材料老化与服役安全论坛上，中国广核集团（核电运行）专业首席专家彭群家发表《铸造奥氏体不锈钢主管道热老化全寿期管理技术研究》主旨报告，围绕核电厂关键金属部件热老化机理、检测评估、结构完整性分析以及缓解恢复技术等内容，系统介绍了相关研究进展和工程应用情况。
报告指出，核电厂中铸造奥氏体不锈钢主管道、泵壳、阀体，以及不锈钢焊缝和焊接接头等部件，是热老化管理需要重点关注的对象。这类材料通常含有一定量铁素体，在长期服役温度条件下，相组织可能发生热力学不稳定演化，进而引起力学性能和服役安全性能变化。随着核电机组从原设计寿命向60年、80年甚至更长寿期延伸，部分过去被认为热老化敏感性较低的低温或低钼材料，也需要在延寿背景下重新开展评估。
从国内外研究情况看，美国较早开展了热老化机理、性能评估、检测技术和概率安全评价研究，并推动形成相关老化管理文件；法国则因主管道热老化问题，对部分热管段弯头实施过更换，并在二次延寿规划中持续关注主管道、弯头等敏感区域。国内方面，苏州热工研究院等单位近二十年来围绕热老化机理、检测评估技术和缓解技术开展了系统研究，逐步形成了较完整的研究链条，为核电厂长期安全运行和延寿管理提供了技术支撑。
在材料与实验方法方面，研究对象覆盖离心铸造主管道材料、静态铸造泵壳和阀体材料、不锈钢焊缝、自动焊焊缝及相关焊接接头材料。研究团队通过不超过约400℃的加速热老化条件模拟长期服役过程，并开展显微组织、力学性能和环境损伤性能测试。目前热老化实验时间最高达到约30000小时，为分析长期服役条件下材料性能变化规律积累了重要数据。
在热老化机理研究中，研究人员借助三维原子探针等先进表征方法发现，材料除发生常规调幅分解外，在400℃热老化约1000小时后还出现富镍、富锰等元素团簇迹象。随着老化时间延长，团簇数量逐渐增加，后续可能经历数量减少、尺寸增大的粗化过程。研究还显示，温度会显著影响调幅分解速率，低温下分解速率较慢，但达到稳态后成分波动可能更大，这提示加速热老化实验结果与实际服役状态之间可能存在差异，需要进一步验证其代表性。
热老化对材料性能的影响具有多方面特征。实验结果显示，热老化后材料拉伸强度明显提高，但延伸率变化相对不大，说明材料发生强化而塑性指标未显著劣化。相比之下，冲击韧性下降更为明显，母材冲击功随老化时间增加而降低，老化超过约10000小时后呈现趋于饱和的趋势。焊缝材料受热老化影响相对小于母材，但焊缝融合线区域始终是薄弱位置，在结构完整性评估中需要重点关注。
在疲劳性能方面，热老化初期未发现明显劣化现象，部分情况下材料疲劳寿命或抗疲劳能力有所提高。通过中子衍射方法对奥氏体相和铁素体相在加载过程中的应力应变响应进行分析后发现，热老化主要改变铁素体相的强度和变形行为。断裂韧性研究则表明，母材断裂韧性受热老化影响较大，焊缝受影响相对较小，但融合线区域无论在热老化前后都应作为结构完整性评价的重点部位。
围绕现场检测需求，研究团队发展了基于热电势的热老化检测技术。热老化导致材料组织和成分发生变化，从而引起热电性能改变，热电势信号与材料老化程度之间具有内在关联。相关检测装置已由早期两点式发展为四点式，将加热端和测试端分开，提高了测试稳定性和准确性。通过电池供电、自适应调节测试压力等设计，设备的现场检测便利性和接触稳定性进一步提升。国内开发的热电势检测设备与法国相关技术路线基本独立发展，后续还计划开展对比验证。
在性能预测方面，研究团队基于大量冲击功数据建立经验公式，可利用热电势检测结果预测材料热老化后的冲击韧性。目前，该热电势检测技术已获得相关管理授权，并在国内核电厂主管道等部位开展初步示范应用，为热老化状态识别和寿期管理提供了新的工程化手段。
针对热老化评估模型，报告比较了美国、法国、日本等模型的预测结果，发现不同模型之间差异较大。其中，日本模型预测值整体偏高，法国模型偏低且相对保守，反映出现有模型在数据来源、适用范围和保守性方面存在较大分散性。为更合理处理断裂性能数据离散问题，研究提出基于失效概率控制的评价方法，引入概率断裂思想描述材料断裂行为，并假定断裂行为服从威布尔分布，以更合理预测老化后材料断裂性能和结构安全裕度。
结构完整性与安全评估是热老化全寿期管理的重要环节。报告指出，热老化会降低材料韧性和临界裂纹尺寸，同时可能增加环境开裂敏感性，因此需要结合裂纹尺寸、材料性能和载荷状态开展综合判断。管道失效主要涉及爆破断裂和泄漏失效两类，应针对不同失效模式建立相应的分析方法。研究团队开发的评估软件可输入材料性能、热老化检测结果、运行工况、温度瞬态、应力瞬态和初始缺陷信息，用于开展更高效的结构安全评价。
在应力分析方面，相关软件采用格林函数方法快速计算温度瞬态引起的应力响应，并通过线性弹性叠加获得总应力变化。疲劳载荷分析中引入多轴三维雨流计数方法，考虑多轴应力状态和相位差，提高疲劳循环识别准确性。环境疲劳评估则结合不同水化学、温度、应力应变状态下的环境影响因子，计算疲劳损伤与环境损伤的综合效应。对于含缺陷热管段，研究通过有限元模型，并结合拉伸、弯曲和规范计算方法，评估裂纹尖端应力强度因子及断裂风险，同时开发在线分析平台，用于实时监测和运行管理。
在热老化缓解与恢复技术方面，研究团队从热力学数据出发，探索约550℃、不超过1小时的热恢复处理方案，用于恢复热老化材料性能。实验显示，热处理后材料冲击功可恢复到原始水平的80%以上，表现出较好的性能恢复潜力。热恢复后继续老化的实验结果未发现明显加速老化效应，说明该方法具备一定工程可行性。
除传统热恢复处理外，报告还介绍了电磁脉冲缓解技术。该技术通过外加瞬时高能电磁场，使局部组织产生热回复效应，从而缓解热老化导致的组织变化。相关实验装置包括电源、高真空系统、加压系统和管式样品等部分。透射电镜观察表明，电磁脉冲处理后材料中的调幅分解和相关析出相明显减少，初步验证了该技术的可行性。未来，该技术还需要进一步解决如何在主管道等现场部件上实施的问题。
面向核电机组长寿期运行，报告提出，应继续研究铸造奥氏体不锈钢在60年至80年甚至更长寿期内的微观组织、力学性能和断裂性能长期演化规律，关注热老化对环境开裂、应力腐蚀和疲劳损伤的促进作用，以及长期老化后是否出现新的损伤现象。同时，焊缝、融合线和热影响区在热老化与服役载荷共同作用下的性能变化，存在铸造缺陷或焊接缺陷部件的缺陷演化、临界尺寸和安全裕度，也将是后续研究重点。
报告还指出，铸造不锈钢组织粗大、声学散射强，现有超声检测精度仍存在不足，需要开发能力更强的无损检测技术。随着核电厂延寿管理需求不断提升，热老化检测、性能预测、完整性评估和缓解修复的一体化技术体系仍需进一步完善，以支撑关键承压部件全寿期安全管理和核电机组长期稳定运行。
